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* Point de situation sur la centrale nucléaire de Zaporijia | Dragonfeu
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Jun 6, 2023
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Prenons un peu de recul sur ce qu'il se passe à Zaporijia. Il est
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important de préciser certains éléments.
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La centrale nucléaire de Zaporijia en Ukraine, et ses six VVER-1000/320
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La centrale nucléaire de Zaporijia (ZNPP) est dotée de six 6 réacteurs,
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des VVER-1000 modèle V-320, l'équivalent soviétique de nos Réacteurs à
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Eau sous Pression (REP en français). Ce sont des réacteurs de 3000MW
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thermiques et de 960MW électriques nets. C'est la filière qui a été
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déployée après les réacteurs RBMK (comme le réacteur responsable de
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l'accident de Tchernobyl). Pour bien comprendre tout cela, on va
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commencer par quelques bases de sûreté nucléaire, ensuite il faudra
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regarder quels sont les besoins actuels de la centrale et quelles
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évolutions sont possibles avec tous ces éléments de contexte. Je précise
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que je vais souvent me restreindre à la situation actuelle à la ZNPP, et
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que souvent, par manque d'informations sur les VVER, il faudra faire des
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analogies avec nos REP français.
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* Bases de sûreté nucléaire
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** La sûreté nucléaire
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Que signifie sûreté nucléaire ? Il existe une définition, utilisée par
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toute l'industrie nucléaire française.
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#+BEGIN_QUOTE
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La sûreté nucléaire recouvre l'ensemble des dispositions techniques et
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les mesures d'organisation prises en vue de prévenir les accidents ou
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d'en limiter les effets. Elles concernent la conception, la
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construction, le fonctionnement, l'arrêt et le démantèlement des
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installations nucléaires de base, ainsi que le transport des
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substances radioactives. la sûreté nucléaire est une composante de la
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sécurité nucléaire qui comprend, en outre, la radioprotection, la
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prévention et la lutte contre les actions de malveillance, ainsi que
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les actions de sécurité civile en cas d'accident. Il s'agit donc à la
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fois :
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-D'assurer des conditions de fonctionnement normal de l'installation
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sans exposition excessive des travailleurs aux rayonnements ionisants,
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et sans rejets excessifs de radioactivité dans l'environnement ;
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-De prévenir les incidents et accidents ;
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-En cas d'incidents ou d'accidents, de limiter les effets sur les
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travailleurs, les populations et l'environnement.
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#+END_QUOTE
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** Les trois fonctions de sûreté {#0738 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy
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.ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy
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.bk}
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:PROPERTIES:
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:CUSTOM_ID: les-trois-fonctions-de-sûreté-0738-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy-.ns-.on-.oo-.ea-.nw-.mk-.op-.oq-.or-.mo-.os-.ot-.ou-.ms-.ov-.ow-.ox-.oy-.bk
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:END:
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Il faut en permanence surveiller les paramètres physiques du réacteur.
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On les appelle les « fonctions de sûreté ». Il y en a trois :
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- [Contrôler la réaction nucléaire, éviter l'emballement de la réaction
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nucléaire et l'arrêter au plus vite quand cela est nécessaire,]
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- Contrôle de la température du combustible nucléaire (évacuation de la
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puissance résiduelle), pour éviter une fusion du combustible,
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- [Confiner les matières radioactives, grâce aux trois barrières de
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confinement]
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[[https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176366555693056][Issu du
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thread sur les réacteurs à sels fondus]]
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** La défense en profondeur
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Le principe de la défense en profondeur est une méthode qui consiste à
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établir des barrières pour éviter le passage à l'étape suivante. Si
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l'étape 1 échoue, on passe à la 2, et ainsi de suite. C'est une norme
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internationale, les VVER-1000 comme les REPs occidentaux appliquent ce
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principe.
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Regardons chaque point succinctement.
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1. [/Prévention./]
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La conception des réacteurs est pensée de façon à limiter la probabilité
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d'accident grave (typiquement une fusion du cœur), les opérateurs sont
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formés longtemps, évalués très fréquemment. La conception définie les
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matériels nécessaires au maintien des fonctions de sûreté. Sur l'EPR, on
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a par exemple 3 branches d'injection de sécurité indépendantes et
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redondantes pouvant chacune assurer leur fonction de sûreté à 100% (il y
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en a aussi une quatrième qu'on suppose en maintenance). Les matériels
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sont également testés. Certains matériels ne seront probablement jamais
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utilisés en fonctionnement normal sur tout la vie de la centrale, mais
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malgré cela il est important de tester chaque composant pour vérifier
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que dans une situation accidentelle éventuelle, le système associé
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serait apte à remplir sa fonction de sûreté. Concrètement on teste des
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pompes d'injection de sécurité, on fait des épreuves hydrauliques pour
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tester la résistance du circuit primaire à une pression 1.3 fois
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supérieure à la pression en fonctionnement normal, on entraine les
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opérateurs sur des situations incidentelles, etc
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/2. Détection et maitrise des accidents./
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La détection passe par de multiples capteurs (pression, température,
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niveau d'eau, niveau de radioactivité...). Cela implique également
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beaucoup d'automatismes (très présents sur les EPR&EPR2) pour limiter
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les erreurs humaines et assurer une réponse plus rapide. A titre
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d'exemple, le système d'arrêt automatique réacteur (AAR) est présent sur
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tous les réacteurs, même les plus anciens.
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/3. Maitrise des situations accidentelles./
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Maitriser une situation incidentelle qui pourrait mener à une situation
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accidentelle. Cela passe concrètement par une formation spécifique en
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accidentel pour les agents EDF. Les accidents sont classés en plusieurs
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familles, typiquement la perte de réfrigérant primaire (APRP), une
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rupture tube dans un générateur de vapeur (RTGV), perte électrique
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totale (PTEA), perte totale d'eau alimentaire (PTAE), rupture d'une
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tuyauterie d'eau ou de vapeur (RTE/RTV). Plus d'informations sur les
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APRP et les RTGV sur cet
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[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/quest-ce-quun-accident-nucleaire-sur-reacteur-eau-sous-pression][article]]
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de l'IRSN de 2013.
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/4. Gestion des accidents graves./
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Pour en arriver là, il faut qu'on ait raté toutes les étapes
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précédentes, donc on passe en situation de gestion de l'accident pour en
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limiter les conséquences, pour éviter toute contamination à l'extérieur.
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Concrètement, cela passe par des systèmes passifs de captation du
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dihydrogène (un gaz inflammable qui est responsable des explosions des
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réacteurs 1,2,4 de Fukushima). Sur EPR, c'est un récupérateur de corium
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(une sorte de magma de combustible, d'acier de cuve et autres produits
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divers qu'on ne veut pas voir sur le gazon). Au niveau humain, cela
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passe par un plan national de gestion des accidents graves, et au niveau
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local par l'intervention de la FARN (on y reviendra).
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/5. Protection des populations./
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La dernière étape, en cas de rejets prévus ou ayant déjà eu lieu, il
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faut évacuer les personnes les plus proches du site nucléaire accidenté,
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pour limiter les conséquences sanitaires. L'exemple le plus connu est la
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distribution de pastille d'iodes. l'iode contenu dans ces pastilles se
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fixe sur la thyroïde pour la saturer et éviter que l'iode radioactif
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(qui vient directement du coeur) ne vienne s'y fixer. Il existe aussi
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des plans d'évacuation dans un rayon décidé par la préfecture sur la
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base des informations techniques données par EDF avec l'appui technique
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de l'IRSN.
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#+BEGIN_QUOTE
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*Sur Zaporijia, on se situe à la limite entre les points 2 et 3, la
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situation pouvant évoluer assez rapidement. Pour l'instant, tout est
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au point 2, mais cela nécessite le maintien d'une alimentation
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électrique externe stable.*
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#+END_QUOTE
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** Les 3 barrières de confinement
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Si on parle de confinement, c'est celui des matières radioactives. Elles
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sont présentes dans le cœur, là où on met le combustible qui va chauffer
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le fluide primaire. L'objectif est d'éviter tout rejet incontrôlé dans
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l'environnement extérieur. Ce confinement est assuré par trois barrières
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successives.
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La première barrière se situe sur les assemblages de combustible (là où
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est l'uranium enrichi), une gaine en zirconium qui permet d'éviter de
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d'isoler les produits de fission de l'eau du circuit primaire.
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La seconde barrière est le "circuit primaire fermé", fermé car c'est une
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boucle, les générateurs de vapeur constituent une interface d'échange
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thermique (pas d'échange de matière) qui empêche les éléments
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radioactifs de sortir. Si on a une rupture de gaine, les éléments
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radioactifs sont maintenus dans le fluide primaire, ce n'est pas une
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situation normale, mais au moins on ne rejette rien.
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La troisième est l'enceinte du Bâtiment Réacteur (BR), qui assure le
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confinement si les deux barrières précédentes ont échoué. Imaginez qu'on
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ait des ruptures de gaine de combustible et une fuite dans le circuit
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primaire, alors tout doit rester confiné à l'intérieur de la structure.
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Cette barrière a été brisée lors des deux accidents nucléaires majeurs,
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à savoir Tchernobyl puis Fukushima-Daichii (classés niveau 7 de
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l'échelle INES).
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Echelle INES,
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[[https://lenergeek.com/2017/11/09/echelle-ines-surete-nucleaire/][Sûreté
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nucléaire : qu'est-ce que l'échelle INES ? (lenergeek.com)]]
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** L'arrêt automatique réacteur
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Un point également sur la rapidité d'arrêt de la réaction nucléaire,
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cela a lieu en quelques secondes ou minutes. On utilise les barres de
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contrôle, constituées de matériaux neutrophages, cela permet d'arrêter
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la réaction au niveau neutronique (à noter que la baisse de température
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augmente la réactivité il faut donc injecter du bore dans le fluide
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primaire pour éviter une reprise de la réaction).
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Les réacteurs VVER-1000/320 comme tous les REP exploités par EDF
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disposent d'un dispositif d'Arrêt Automatique Réacteur (AAR) qui
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consiste en une chute automatique des barres de contrôle . Un arrêt à
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chaud est la phase qui suit un AAR, «chaud» car le fluide primaire et le
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combustible (ainsi que l'inertie thermique des structures et la
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puissance des pompes primaires) ont besoin de temps pour refroidir. A
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Zaporijia, tous les réacteurs ont donc passé l'étape de l'AAR.
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Les barres de contrôle permettent de stopper la réaction nucléaire.
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Source: [[http://info.nucleaire.free.fr/mots.htm][Les mots (free.fr)]]
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** Les différents états d'un réacteur nucléaire
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- [Fonctionnement en puissance ou marche de puissance intermédiaire, le
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réacteur produit beaucoup de chaleur, et de l'électricité, circuit
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primaire à plus de 300°C et 150 bars (petite barre grise en haut du
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graphe ci-dessous),]
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- [Arrêt à chaud, la réaction nucléaire est à l'arrêt mais le circuit
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primaire est encore chaud, le pressuriseur est diphasique (vapeur et
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liquide),]
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- [Arrêt à froid, la réaction nucléaire est à l'arrêt. La température du
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circuit primaire a été abaissée à quelques dizaines de degrés et il
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est à pression atmosphérique, le pressuriseur est monophasique
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liquide. Passer en arrêt froid nécessite une puissance résiduelle du
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combustible suffisamment faible (les échangeurs de chaleur sont moins
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efficaces à mesure que la température primaire baisse).]
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- [Cœur déchargé: le réacteur ne produit plus de chaleur, il n'y a plus
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de combustible dans la cuve.]
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Pourquoi c'est important ici ? Car la situation d'arrêt détermine les
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besoins de refroidissement du circuit primaire, et donc le temps pour
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atteindre une situation stabilisée. Petite précision, ici la puissance
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résiduelle est au premier ordre liée à la chaleur résiduelle produite
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par les produtis de fission des assemblages, et pas à la température de
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l'eau du primaire.
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Sachez qu'il existe une classification officielle, que je n'utilise pas
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ici à des fins de simplification. Il existe 6 états nommés de A à F
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([[https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-irsn/Elements%20s%C3%BBret%C3%A9%20REP%20chapitre%208.pdf][IRSN,
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p.259--260]]).
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** La piscine d'entreposage de combustible usé
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C'est une piscine, avec une source de chaleur interne qui vient des
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assemblages combustibles, on regarde à quel point elle est remplie.
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C'est important car les assemblages usés sont encore chauds
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(décroissance radioactive des produits de fission) et doivent aussi être
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refroidis. Il y a donc un besoin électrique pour faire circuler l'eau de
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refroidissement.
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Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines
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* Situations accidentelles causées par des agressions externes
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Que ce soit en cas de conflit armé, ou de phénomène naturels comme des
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inondations ou des séismes, il est important de regarder les points
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suivants.
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1) Etat d'arrêt de chaque réacteur (chaud ou froid), pour évaluer quel
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est le besoin énergétique pour le refroidissement du cœur. Le temps est
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le meilleur allié face à la puissance résiduelle. Actuellement, sur le
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site de ZNPP, 5 réacteurs sur 6 sont en arrêt à froid, et depuis
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plusieurs semaines, voire plusieurs mois. Il reste donc environ 4MWth de
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puissance résiduelle par cœur en arrêt à froid. Pour le détail des
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calculs, allez lire cette
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[[https://www.scirp.org/journal/paperinformation.aspx?paperid=123255][étude]].
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Un réacteur est encore en arrêt à chaud pour la production de chaleur
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des villes autour. C'est le réacteur n°6, qui est surveillé de très près
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par l'AIEA car c'est celui qui nécessite le plus d'électricité pour son
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refroidissement.
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/Evolution de la puissance résiduelle d'un cœur de 3 000 MWth de
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puissance nominale après un arrêt en fin de cycle.
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(/[[https://www.sfen.org/rgn/zaporijia-quelle-est-la-situation-des-six-reacteurs-en-arrets-a-froid/][/SFEN/]]/)/
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2) Alimentation électrique externe (lignes 330 & 750kV, 20 groupes
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électrogènes de secours de 6,6 kV chacun), pour alimenter les circuits
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de refroidissement. L'IRSN a d'ailleurs soulevé un point important sur
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les VVER-1000, la source de refroidissement ultime ne dispose pas d'une
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autonomie suffisante en accidentel, d'où l'intérêt de garder
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l'alimentation externe. Il est important de noter que depuis peu de
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temps, deux groupes électrogènes bunkerisés et donc protégés contre les
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actes de malveillance, sont installés à la ZNPP. Depuis l'accident de
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Fukushima, les centrales se sont adaptées en cas de situation de perte
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totale d'alimentation électrique, et disposent de moyens mobiles
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d'appoint en eau et en électricité. Concrètement, un camion avec une
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pompe thermique (à eau) est capable d'alimenter les générateurs de
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vapeur en eau froide, à partir d'une source froide à distance
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raisonnable du réacteur, pendant 3 jours. Cela peut s'avérer utile pour
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le réacteur en arrêt à chaud. Il existe aussi un groupe électrogène
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mobile, monté lui aussi sur un camion (3 jours d'autonomie).
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Sur les REP français, comme sur les VVER, l'alimentation électrique
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externe est essentielle à la sûreté et le système présente de nombreuses
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voies indépendantes et redondantes. Comme les 6 réacteurs de Zaporijia
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sont en situation d'arrêt, il n'est pas nécessaire d'étudier le
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[[https://www.linkedin.com/pulse/lilotage-dune-tranche-nucl%C3%A9aire-cest-quoi-florian-saulais/?originalSubdomain=fr][transitoire
|
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d'îlotage]] (capacité d'un réacteur à s'isoler du réseau électrique tout
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en passant en fonctionnement autonome à puissance réduite).
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/Principe de l'alimentation électrique d'une centrale française de type
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REP
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(/[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/alimentations-electriques-sur-centrale-nucleaire-francaise][/IRSN/]]/)/
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3) Remplissage du cœur, pour savoir s'il reste une chaleur résiduelle à
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évacuer. Ce point est très lié au point 1, puisqu'il s'agit de savoir
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quels sont les besoins en refroidissement pour le circuit primaire. Il
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serait pertinent de vider les cœurs de leurs assemblages, ainsi que les
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piscines, pour éviter tout risque radiologique. C'est évidemment très
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compliqué dans un contexte de guerre. Surtout que cela représente un
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volume de combustible très important, et une logistique complexe. Et
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certains assemblages sont trop chauds pour être évacués. D'ailleurs, si
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vous connaissez bien l'accident de Fukushima-Daiichi, vous pouvez
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rétorquer que le réacteur 4 avait pourtant un cœur vide, et a explosé
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malgré tout. Mais c'est parce que l'hydrogène du réacteur 3 s'est
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infiltré dans le 4 via une conduite commune.
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4) Remplissage des piscines du combustible usé, pour évaluer quel est le
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besoin énergétique pour le refroidissement de la piscine.
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([[https://theconversation.com/cold-shutdown-reduces-risk-of-disaster-at-zaporizhzhia-nuclear-plant-but-combat-around-spent-fuel-still-poses-a-threat-190516][Article
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à ce propos]]). C'est un point souvent négligé, voire oublié. Or les
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matières radioactives du bâtiment combustible ont elles aussi besoin
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d'être refroidies après un cycle dans le cœur, les produits de fission
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dégagent encore une chaleur résiduelle qu'il faut évacuer, sous peine
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d'évaporer l'eau des piscines, ce qui mènerait à une fusion des
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assemblages combustibles. A Fukushima-Daiichi, il y avait 1300
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assemblages dans la piscine (environ 3 cœurs) du réacteur n°4. Or
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l'enceinte de confinement, qui contient le bâtiment combustible, était
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endommagée. Et une fusion de ces assemblages aurait incontestablement
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mené à un dégagement très important de radionucléides dans
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l'environnement. Un
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[[https://laradioactivite.com/energie_nucleaire/fukushima_piscines][article]]
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qui détaille la situation à Fukushima. Ces évènements ont mené à la
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création de la Force d'Action Rapide Nucléaire (FARN), pour assurer des
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appoints en eau, air et en électricité (elle a d'autres rôles détaillés
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[[https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/connaissances/nucleaire_et_societe/expertise-pluraliste/irsn-anccli/4_presentation_FARN_P-Renoux_19juin2013.pdf][ici]]
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). Quelle est la situation des piscines de la ZNPP? Il semblerait qu'il
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y ait près de 3400 assemblages combustibles entreposés sur site
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([[https://www.reuters.com/world/europe/vast-nuclear-plant-eye-war-ukraine-2022-08-08/][article
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de Reuters]]). C'est beaucoup, et une perte d'eau de refroidissement des
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piscines pourrait mener à des rejets importants.
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#+BEGIN_QUOTE
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« Selon une communication de l'Ukraine à l'AIEA en 2017, il y avait 3
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354 assemblages de combustible usé dans l'installation de combustible
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usé sec et environ 1 984 assemblages de combustible usé dans les
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piscines. »
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#+END_QUOTE
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J'ajoute qu'il y a également des stockages «à sec» sur le site, on ne le
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fait pas en France, mais ailleurs dans le monde cela est pratiqué.
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L'avantage de ces conteneurs est l'absence de besoin en refroidissement
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par eau (pas besoin de pompe ni d'eau). En revanche, une explosion qui
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viendrait endommager pourrait conduire à des rejets de radionucléides.
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Je ne connais pas la résistance de ces conteneurs, je ne prononcerai pas
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sur leur comportement à proximité d'explosion. En revanche la nature des
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déchets nucléaires stockés à l'intérieur permet d'estimer qu'une
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explosion causerait une dispersion sur un rayon limité, une centaine de
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mètre environ d'après Olivier Dubois adjoint du directeur de l'expertise
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de sûreté de l'IRSN, dans cette
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[[https://www.youtube.com/watch?v=DOCx3dBHX5w&t=19s&ab_channel=L%27Express][vidéo]]
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de l'Express. Toujours depuis Fukushima, le site de ZNPP dispose d'une
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pompe thermique mobile autonome
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([[https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-dispositions-prevues-cas-perte-totale-alimentations-electriques-externes][autonomie
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de 3 jours]]), montée sur un camion, assurant un appoint en eau dans la
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piscine combustible pour compenser les pertes d'eau par vaporisation.
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Ci-dessous, l'intervention qui a «inspiré» les ingénieurs en sûreté
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nucléaire pour cette solution d'appoint pour la piscine. C'était à
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Fukushima, sur l'unité n°4, pour les piscines combustibles.
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Remettre de l'eau dans les piscines grâce aux lances des pompiers, assez
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original comme système de refroidissement, mais dans ce genre de
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situation, on fait avec ce qu'on peut.
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5) Intégrité du circuit primaire et du bâtiment réacteur, pour prévoir
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d'éventuels rejets extérieurs. On peut imaginer un endommagement du
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bâtiment réacteur par des missiles (ils va en falloir des costauds),
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est-ce problématique ? Oui, en situation accidentelle, car cet impact
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pourrait fragiliser la structure. Maintenant si on imagine (scénario
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très improbable) que le missile arrive à traverser l'enceinte du BR,
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alors il faut voir quel est l'état des pièces à l'intérieur. On parle
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d'un missile capable de transpercer 2.4m de béton armé, disposer d'une
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telle [[https://fr.wikipedia.org/wiki/Bunker_buster][arme]] est peu
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courant. Il faut vraiment le faire exprès. On peut aussi dire que étant
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donné la taille des BR, il est peu probable d'endommager toutes les
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structures de sauvegarde, et l'avantage du VVER-1000 est qu'il présente
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une triple redondance des systèmes de sauvegarde (comme l'EPR), on peut
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donc imaginer un scénario où on aurait 2 systèmes de sauvegarde
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indisponibles, le dernier prendrait alors le relai.
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Enceinte du bâtiment réacteur n°4 après une frappe, novembre 2022
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([[https://en.wikipedia.org/wiki/Zaporizhzhia_Nuclear_Power_Plant#/media/File:ZNPP_unit_4_reactor_building_shell_damage.jpg][Wikipedia]])
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|
Il est également important de préciser que les
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[[https://snriu.gov.ua/en/news/russian-occupants-located-military-equipment-and-explosives-in-the-turbine-room-of-znpp-unit-4][Russes
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ont stocké du matériel militaire dans le bâtiment de la turbine]]
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(circuit secondaire, sans risque radiologique). Ce sont des explosifs de
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combat, pas des anti-bunkers, une explosion dans cette zone causerait
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des dégâts irréversibles au secondaire, mais le risque radiologique
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serait très faible. Et l'endommagement du bâtiment réacteur serait très
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limité également.
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Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n'est pas renforcé en béton
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armé.
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** Les "stress tests" sur les VVER
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Il est également important de préciser que la sûreté s'améliore avec le
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temps, et la centrale nucléaire de Zaporijia ne fait pas exception. Pour
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les plus curieux, vous trouverez la liste des "stress test" auxquels
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elle a été soumise
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([[https://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/stress_test_nacp_ukraine_2021.pdf][ВСТУП]]).
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C'est le retour d'expérience des trois précédents accidents nucléaires
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(Three Miles Island, Tchernobyl et Fukushima-Daichii) qui est utilisé
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principalement pour déterminer ces résistances.
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* Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia
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Le besoin principal qui focalise l'attention de tous les techniciens et
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ingénieurs sur place est l'alimentation électrique externe. C'est le
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point d'intérêt de l'AIEA le plus critique. Dans son
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[[https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-situation-centrale-zaporizhzhya-15-mai-2023][point
|
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de situation]] du 15/05/2023 l'IRSN explique :
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#+BEGIN_QUOTE
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« Une seule ligne d'alimentation électrique de 750 kV est actuellement
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opérante pour assurer le fonctionnement des systèmes de
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refroidissement des assemblages combustibles. En cas de défaillance de
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cette alimentation électrique, 20 groupes électrogènes de secours sont
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disponibles pour prendre le relai et assurer l'alimentation électrique
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de la centrale. »
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#+END_QUOTE
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La centrale possède 4 lignes d'alimentation externe de 750kV, d'après
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les informations disponibles à l'heure actuelle, une seule fonctionne
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parfaitement. Concernant les groupes électrogènes de secours, la ZNPP a
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besoin de personnel pour la maintenance, de pièces détachées, et
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évidemment, de combustible pour les alimenter. Précisons également que
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l'approvisionnement en combustible serait plus aisé par l'ouest, la zone
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étant sous contrôle ukrainien, mais le site demeure encore sous contrôle
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russe.
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[[https://twitter.com/War_Mapper][Situation au 31/05/2023]]
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La centrale a également besoin d'une source froide pour évacuer la
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puissance résiduelle, la
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[[https://twitter.com/Podolyak_M/status/1665954154567593984][récente
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attaque]] du barrage de Kakhovka montre que la source froide habituelle
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est menacée, le niveau d'eau baisse d'environ 5cm par heure. Le site de
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Zaporijia est conçu en temps normal pour utiliser le réservoir "cooling
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pond" comme réservoir tampon pour s'affranchir des variations de débit
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du fleuve Dniepr. Les réacteurs étant à l'arrêt on utilise un système
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d'évacuation de la chaleur par air, où l'eau est projetée via des
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"sprinklers". Il faut compenser cette perte d'eau par évaporation par un
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appoint en eau, et cet appoint en eau peut suffire quelques semaines
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selon l'IRSN
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([[https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-consequences-lendommagement-barrage-kakhovka-sur-centrale-nucleaire-zaporizhzhya][point
|
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de situation du 7 juin 2023]]), voire mois selon l'AIEA
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([[https://twitter.com/rafaelmgrossi/status/1666009625869549574][Déclaration
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du directeur général de l'AIEA]]).
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** Quelle temporalité ?
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- [Les lignes haute tension peuvent être réparées en une dizaine
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d'heures (retour d'expérience depuis le début de la guerre).]
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- [Les réacteurs en arrêt à froid comme en arrêt à chaud étant à l'arrêt
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d'un point de vue neutronique, la chaleur résiduelle et la température
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du primaire sont les deux paramètres à surveiller. Le réacteur n°5, en
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AAC a besoin de plus de refroidissement, sous peine de voir la
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température de son primaire monter, donc sa pression, jusqu'à un seuil
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hors des limites usuelles d'exploitation du cœur.]
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- [Les générateurs diesel de secours permettent de tenir environ 15
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jours avec les besoins actuels du site, limite en terme de
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combustible. Les générateurs ne sont pas conçus pour fonctionner
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plusieurs semaines non plus, il y aura des maintenance à réaliser.
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(S[[https://world-nuclear-news.org/Articles/Emergency-generators-in-use-as-Zaporizhzhia-loses][ource]])]
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- [La fusion du cœur pourrait ensuite intervenir sous 10 jours à compter
|
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de l'arrêt de tous les générateurs diesel de secours
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([[https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-situation-centrale-zaporizhzhya-15-mai-2023][Source]])]
|
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- [Cela laisse donc 25 jours maximum pour anticiper la situation.
|
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Sachant que la situation commencera à se dégrader dès le 15e jour
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(faute d'approvisionnement suffisant en carburant), où les groupes
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électrogènes de secours seront à sec. C'est donc en réalité moins.
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Mais ce délai est bienvenu malgré tout, il permet une éventuelle
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intervention d'urgence. Le temps est le pire ennemi quand on a un
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réacteur en arrêt chaud. Pour prendre un cas similaire, ce qui s'est
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|
passé à Fukushima peut se résumer assez simplement, l'arrêt
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automatique réacteur qui a immédiatement suivi la détection du séisme
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s'est déroulé comme il le fallait, le problème a été d'évacuer la
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puissance résiduelle. Les opérateurs n'ont pas réussi cette
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mission.]
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- [Passé ce délai, une fusion du cœur des réacteurs est possible, sur 6
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réacteurs en simultané. Ces fusions mèneraient incontestablement à des
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rejets massifs. La présence de recombineur à hydrogène passifs (qui
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n'ont pas besoin d'électricité) est plutôt rassurante pour éviter un
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endommagement de la troisième barrière (ce qui n'était pas le cas à
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Fukushima).]
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- Quelques temps après la fusion des cœurs de réacteurs va aussi se
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poser la question des piscines de combustible usé. Elles ont aussi
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besoin d'être refroidies.
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- [Le VVER-1000 ne dispose pas d'un récupérateur à corium contrairement
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au VVER-1200 (critère de sûreté de la 3e génération, comme sur l'EPR),
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|
ce qui rend le risque de contamination externe plus important. Au delà
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|
d'évacuer le corium dans un endroit pour le refroidir, l'intérêt du
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/core catcher/ est d'éviter l' explosion de vapeur (forte chaleur et
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eau liquide...), donc cela participe à une préservation de la
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structure du BR.]
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Un besoin essentiel est également celui d'avoir du personnel qualifié
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sur place, et le contexte de guerre n'aide pas. Une centrale sûre sans
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humains n'existe pas, et le stress constant auquel sont soumises les
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équipes ne favorise pas un environnement sain pour travailler dans une
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centrale nucléaire.
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Ce délai de 25 jours (grand maximum) est crucial, car si les autorités
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mondiales savent, grâce aux informations de l'AIEA, que la centrale de
|
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|
Zaporijjia a absolument besoin d'électricité, cela laisse du temps pour
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réfléchir à un plan d'action urgent. Et donc toute forme d'opposition à
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une aide technique internationale serait considérée comme criminelle.
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D'autant que les alimentations électriques ont toujours été réparées, au
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prix de nombreuses vies, dans des délais records.
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** Quels rejets ?
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Les réacteurs étant tous à l'arrêt, la décroissance radioactive a fait
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son effet sur le combustible. La décroissance radioactive est un
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phénomène naturel qui caractérise la baisse du nombre de noyaux
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instables dans un échantillon de matière. L'IRSN explique :
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#+BEGIN_QUOTE
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« Compte tenu des délais importants depuis l'arrêt du dernier
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réacteur, les rejets en iode notamment, bien qu'importants, seraient
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bien plus faibles que pour un réacteur en fonctionnement, du fait de
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|
|
la décroissance radioactive. La fusion du combustible entreposé dans
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la piscine, située dans l'enceinte de confinement du réacteur,
|
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interviendrait ensuite, entraînant des rejets supplémentaires. »
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#+END_QUOTE
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|
Pour comprendre de phénomène de décroissance, une courbe sur l'accident
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de Fukushima. On voit qu'il suffit d'une quarantaine de jours à
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l'Iode-131 pour diviser son activité par 10, ce qui est la situation des
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cinq réacteurs de ZNPP en arrêt à froid. Donc si un accident devait se
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|
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produire sur un des réacteurs en arrêt à froid, les comprimés d'iode
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distribués en cas d'accident ne serviraient strictement à rien.
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[[https://laradioactivite.com/le-phenomene/liode131][L'Iode-131 ---
|
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|
laradioactivite.com]]
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Il est impossible (à l'heure actuelle) de faire une modélisation fidèle
|
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|
à la réalité, des rejets de radionucléides, cela dépend de la sévérité
|
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|
de l'accident, de la durée des rejets et de la météo (selon les vents
|
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dominants et les pluies).
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|
Panache radioactif de Tchernobyl.
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|
Il existe une
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[[https://www.pravda.com.ua/eng/news/2022/08/18/7363806/][modélisation]]
|
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|
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déjà assez ancienne, elle est intéressante pour expliquer la dispersion
|
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|
|
du nuage, mais c'est simplement pour donner une idée. Maintenant, si la
|
|||
|
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situation devait empirer, une modélisation des rejets sera établie par
|
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|
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les experts en peu de temps, sur la base des informations
|
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météorologiques disponibles.
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|
* Conclusion
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Ce ne sont pas les tirs de missiles sur le bâtiment réacteur qu'il faut
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craindre, mais la perte totale d'alimentation électrique externe. Les
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|
explosifs sont bien plus susceptibles de venir endommager les conteneurs
|
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de déchets radioactifs secs et les piscines combustibles. La situation
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est stable tant que cette ligne de 750kV est connectée aux 6 réacteurs,
|
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|
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et les diesels de secours sont prêts à prendre le relai, à condition
|
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d'avoir un approvisionnement suffisant en carburant, et ce n'est pas une
|
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|
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solution durable sur le temps long.
|
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|
La situation est unique, mais n'a rien d'un accident nucléaire, cela
|
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|
dépend de beaucoup de facteurs encore incertains. Depuis 15 mois la
|
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|
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centrale est au cœur d'un conflit intense et les équipes sur place ont
|
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|
|
toujours maitrisé les situations incidentelles en des temps records.
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|
|
De plus, la présence permanente d'équipes de l'AIEA sur place permet
|
|||
|
|
d'avoir des informations fiables en temps réel, et ces informations sont
|
|||
|
|
communiquées à l'ensemble des experts techniques de la sûreté nucléaire
|
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du monde entier. Ces informations sont précieuses.
|
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|
Quelques derniers rappels avant de terminer :
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- Utiliser une centrale nucléaire pour stocker des armes est
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|
irresponsable, s'en servir de bouclier l'est tout autant.
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- [Une centrale nucléaire n'est pas ni une cible, ni une arme. Se
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référer à
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[[https://www.ohchr.org/fr/instruments-mechanisms/instruments/protocol-additional-geneva-conventions-12-august-1949-and][l'article
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56 du protocole additionnel aux Conventions de Genève du 12 août 1949
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relatif à la protection des victimes des conflits armés internationaux
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(Protocole I)]] : «Les ouvrages d'art ou installations contenant des
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forces dangereuses, à savoir les barrages, les digues et les centrales
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nucléaires de production d'énergie électrique, ne seront pas l'objet
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d'attaques, même s'ils constituent des objectifs militaires».]
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- [Dans un conflit armé, l'ennemi vise d'abord le réseau, bien plus
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simple à détruire car plus fragile. Prendre le contrôle du site de
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Zaporijia est stratégique pour déstabiliser l'Ukraine. C'est en tant
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qu'installation électrique de grande puissance que cette centrale fait
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l'objet de tant d'attention, pas en tant qu'objet nucléaire. Un
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article à ce propos.
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[[https://geopoliticalfutures.com/ukraines-vulnerable-power-grid/][Ukraine's
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Vulnerable Power Grid --- Geopolitical Futures]].]
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- C'était assez exhaustif, à dessein, je ne peux pas faire à la fois
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trop technique et accessible, il faut nécessairement trouver un juste
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milieu.
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Je tiens à conclure cet article en rendant hommage aux travailleurs et
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travailleuses du site de Zaporijia, qui ont pour beaucoup déjà sacrifié
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leur vie pour rétablir cette liaison électrique, ils se battent au
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quotidien pour protéger l'Europe.
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Publié en Juin 2023.
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* Tags:
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- Nuclear
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- Ukraine
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- Zaporizhzhia
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Dragonfeu
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[[https://miro.medium.com/v2/resize:fill:144:144/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg]]
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